Полная загрузка
«Первая страна, которая разработает реактор на быстрых нейтронах, получит конкурентное преимущество в использовании атомной энергии», — предположил еще в 1945 году известный итальянский и американский физик Энрико Ферми. С тех пор проблематика работы реакторов на быстрых нейтронах оставалась одним из основных отраслевых вопросов…
Осенью прошлого года на страницах многих СМИ вышли публикации, посвященные выводу на полную мощность энергоблока № 4 Белоярской АЭС с реактором БН-800. Заголовки сообщали о «вечном двигателе» и «бесконечно возобновляемом источнике энергии». Конечно, с научной точки зрения это было не совсем верно, но то, что достижение российских ученых и инженеров стало реальным прорывом на пути к переходу атомной отрасли на замкнутый топливный цикл, — неоспоримый факт.
В действительности же 22 сентября 2022 года энергоблок № 4 Белоярской АЭС (Свердловская область) с реактором на быстрых нейтронах БН-800 был впервые выведен на 100%-ную мощность при полной загрузке активной зоны МОКС-топливом. Он стал первым и пока единственным в мире промышленным энергоблоком, работающим в таком режиме. Почему это событие можно назвать научно-техническим прорывом? Какую роль здесь играют быстрые нейтроны и МОКС-топливо? Как это скажется на развитии энергетической отрасли? Давайте разбираться вместе.
Ядерный ренессанс
Призывы полностью отказаться от ядерной энергии звучат столько же лет, сколько человечество умеет ее добывать. Особенно громко голоса противников ее использования звучат после крупных аварий, как в 1986 году на Чернобыльской АЭС или на «Фукусиме-1» в 2011-м. Более того, после «Фукусимы» в Японии на некоторое время была приостановлена работа вообще всех ядерных реакторов, а правительства многих других стран задумались о том, чтобы избавиться от опасной индустрии. Например, в том же 2011 году канцлер Германии Ангела Меркель заявила о планах вывести из эксплуатации все реакторы в стране к 2022 году. Впрочем, это так и осталось в планах…
Выдвигались и экономические аргументы. Например, американский физик и защитник окружающей среды Эмори Ловинс в интервью The Guardian в 2014 году говорил, что «…ядерная энергия только дорожает, а возобновляемые источники энергии становятся дешевле. Нет абсолютно никакого экономического обоснования для ядерной промышленности».
Однако… Вместо, казалось бы, неизбежного упадка атомных технологий в мире происходит обратный процесс, который уже называют ядерным ренессансом. При одинаковой выработке ветряные и солнечные электростанции требуют в 160 раз больше площади, чем АЭС, а расходы на их строительство и обслуживание могут оказаться в четыре раза выше — такие данные приводятся в докладе «Достижение климатической нейтральности в ЕС к 2050 году», подготовленном евро-парламентскими фракциями ECR Group и в Renew Europe в 2021 году. Главный вывод доклада таков: «Ядерные технологии столь же климатически эффективны, как решения на основе возобновляемых источников энергии, однако они требуют меньше пространства, значительно дешевле и вызывают меньше побочных эффектов». А уже в декабре 2022 года американский специалист по экологии и основатель Breakthrough Institute Тед Нордхаус высказал мнение, что «возврат к ядерной энергии — луч надежды среди мрачного геополитического ландшафта».
Классический пример: ядро урана-235 поглощает нейтрон и разрывается на два осколочных ядра — скажем, криптон и барий, — разлетающихся в противоположные стороны. При этом выделяется энергии порядка 200 МэВ. Соответственно, при делении 1 г урана выделяется энергия, эквивалентная энергии, выделяющейся при сжигании примерно 2 т мазута.
Таким образом, вместо отказа от ядерной энергетики многие развитые страны, наоборот, взяли курс на ее развитие, с тем чтобы усовершенствовать преимущества технологии и уменьшить ее известные недостатки. Атомная энергия становится безопаснее, рентабельнее, экологичнее, мобильнее и доступнее.
Приоритет в этих разработках принадлежит странам, не делавшим громких заявлений об отказе от атомной промышленности. В первую очередь России — родине первой в мире промышленной АЭС и мировому лидеру по обогащению урана. Свежие достижения в области мирного атома есть также у Китая, Индии, Франции, США и других держав. Однако пока только в нашей стране реакторы на быстрых нейтронах не только эксплуатируются в промышленных масштабах, но и научились работать на МОКС-топливе.
Как дважды два
Прежде чем объяснить суть инноваций на Белоярской АЭС, стоит кратко остановиться на основах ядерной энергетики. В основе всей индустрии — физический процесс деления ядра, то есть расщепления одного атомного ядра на несколько. Деление ядра происходит при попадании в него нейтрона. При этом почти всегда получаются два ядра с близкими, но неравными массами.
Кроме осколочных ядер при делении испускаются различные частицы, в том числе новые нейтроны. Например, при расщеплении урана-235 получается в среднем 2,5 нейтрона. Ими можно облучать новые ядра, и таким образом запускается цепная ядерная реакция — ключевой процесс всей атомной энергетики.
Еще быстрее
Сердце АЭС — ядерный реактор (или несколько). В его активной зоне поддерживается управляемая цепная реакция: техника контролирует, чтобы в единицу времени появлялось в среднем столько же нейтронов, сколько поглощается. Образующееся тепло выводится наружу и в конечном итоге конвертируется в водяной пар, вращающий турбину электрогенератора. По такому принципу работают абсолютно все промышленные реакторы в мире, включая тот самый БН-800. Однако у этого российского проекта есть ряд особенностей, делающих его по-настоящему инновационным и открывающих дорогу к замкнутому ядерному топливному циклу. Главный конструктор реакторов БН-350, БН-600 и БН-800 — АО «ОКБМ Африкантов», а в случае с БН-800 предприятие выступает еще и комплектным поставщиком оборудования реакторной установки.
БН-800 и его предшественник БН-600, тоже функционирующий на Белоярской АЭС, — два единственных в мире промышленных реактора, работающих на быстрых нейтронах. В «обычных» реакторах атомы урана-235 облучаются нейтронами с энергией порядка 0,025 эВ. Такие медленные нейтроны находятся в термодинамическом (тепловом) равновесии с окружающим веществом в активной зоне реактора, поэтому и сами нейтроны, и реакторы также называются тепловыми. Средняя энергия нейтронов, рождающихся при делении ядер, составляет порядка 2 МэВ, в реакторах БН-600 и БН-800 она снижается до 0,2 МэВ, это все равно значительно превышает 0,025 эВ, поэтому они называются реакторами на быстрых нейтронах.
Тонкости производства
Тепловые реакторы получили широкое распространение, потому что в качестве теплоносителя, охлаждающего ядерное
топливо и передающего тепло во внешний контур, в них возможно использование обычной воды. Не менее важным обстоятельством для освоения атомной энергетики именно на тепловых реакторах была возможность их работы на топливе с низким обогащением по урану-235.
Классическим топливом для реакторов служит оксид урана, полученный в результате сложной переработки. Один из ее этапов — обогащение урана, то есть повышение массовой доли «полезного» делящегося изотопа урана-235. В природном уране эта доля составляет чуть более 0,7%, в то время как для поддержания цепной реакции в тепловом реакторе нужно 2–5%. Для обогащения в основном используют газовые центрифуги.
Цепная реакция «выжигает» ядра урана-235, и в конце концов их остается недостаточно для того, чтобы поддерживать реакцию. Тогда ядерное топливо становится отработавшим: оно на 90–95% состоит из фертильного (не делящегося) урана-238, а также содержит остатки урана-235, осколки деления (криптон, барий, цезий, технеций и другие), минорные актиниды и другие элементы. Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) продолжает выделять тепло и радиоактивное излучение, которое остается опасным для человека на тысячи лет. Поэтому по «классической» технологии ОЯТ несколько лет охлаждают в специальном бассейне, а затем отправляют на захоронение.
Но многое меняется, если использовать реактор на быстрых нейтронах. Для поддержания цепной реакции в нем по-прежнему нужны делящиеся нуклиды — например, тот же уран-235. Правда, из-за меньшего сечения деления требуется более высокая степень обогащения урана — порядка 20%. Зато в реакторе на быстрых нейтронах более эффективно идет процесс захвата нейтронов ядрами урана-238. В результате захвата нейтрона этот изотоп претерпевает два бета-распада и превращается в плутоний-239 — делящийся нуклид, который поддерживает цепную реакцию в обоих типах реакторов.
Таким образом бесполезная часть ядерного топлива превращается в полезную. К слову, так можно трансформировать не только уран-238. Тот же природный торий, захватив быстрый нейтрон, похожим образом превращается в уран-233, который делится примерно так же, как уран-235.
Реакторам на быстрых нейтронах требуется особый теплоноситель, который в минимальной мере замедляет нейтроны. Вода, чаще всего используемая в тепловых реакторах, для этой цели не подходит, так как содержащийся в ней водород эффективно замедляет нейтроны. В БН-600 и БН-800 теплоносителем служит расплавленный натрий, температура которого в активной зоне составляет около 500 °C. Собственно, аббревиатура БН составлена из первых букв слов «быстрый» и «натриевый». Другие конструкции реакторов на быстрых нейтронах предполагают использование гелия, ртути, свинца или висмута, а также расплавов солей (обычно это фториды актинидов).
Не просто реактор
Реактор может не только превращать фертильные изотопы в делящиеся, но и производить при этом больше ядерного топлива, чем сам потребляет. В этом случае он называется размножителем, или бридером. Например, БН-800 потенциально способен нарабатывать в 1,3 раза больше делящихся атомов, чем расходует, — эта величина называется коэффициентом воспроизводства. В БН-реакторах избыточный плутоний-239 вырабатывается в так называемой зоне воспроизводства (бланкете). Она окружает активную зону с обогащенным по урану-235 или уран-плутониевым топливом и содержит обедненный диоксид урана — в основном урана-238, который остается после процедуры обогащения. Теоретически бридеры возможны и на тепловых нейтронах (на основе тория), однако на сегодняшний день в мире нет подобных действующих реакторов.
А вот реактор на быстрых нейтронах необязательно должен быть размножителем. Так, если заменить урановый бланкет на стальные отражатели, то в реакторе можно будет «выжигать» радиотоксичные трансурановые элементы и некоторые другие радиоактивные отходы (РАО).
Первым в мире опытно-промышленным бридером на быстрых нейтронах был реактор БН-350, запущенный в 1973 году на Мангышлакском энергокомбинате в городе Шевченко (ныне Актау, Казахстан). В 1990-е годы реактор был остановлен, и по сей день продолжаются мероприятия по его выводу из эксплуатации.
БН-600 был запущен в 1980 году в энергоблоке № 3 на Белоярской АЭС и с тех пор не прекращал работу. В 2022 году на энергоблоке начались масштабные работы по продлению срока эксплуатации до 2040 года. Промышленная эксплуатация реактора БН-800 в энергоблоке № 4 началась в 2016 году. Реактор БН-600 работает на обогащенном урановом топливе. Реактор БН-800 был запущен на гибридной активной зоне, содержащей сборки с обогащенным урановым топливом и сборки с МОКС-топливом — на основе плутония. В 2022 году БН-800 был полностью переведен на МОКС-топливо. Что является первым практическим шагом по освоению замкнутого топливного цикла нашей атомной энергетики.
Зачастую в качестве главной проблемы атомной энергетики воспринимается якобы нерешаемая задача по обращению с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами. У нас есть ответ на эти вопросы. <…> Его концепция — в использовании российских реакторов на быстрых нейтронах для замыкания ядерного топливного цикла. Такой подход позволит в десятки раз уменьшить объем и радиоактивность отходов, подлежащих захоронению. Мы убеждены, что именно предлагаемые нами решения проблемы долгосрочной радиотоксичности ОЯТ и РАО — надежный шаг на пути к мировому признанию ядерной энергетики в качестве источника чистой энергии. (Из видеообращения к участникам Международной министерской конференции МАГАТЭ «Атомная энергетика в XXI веке» в октябре 2022 года.)
МОКС, СНУП и РЕМИКС
Реактор БН-800 был с самого начала рассчитан на МОКС-топливо, название которого происходит от английской аббревиатуры MOX — mixed oxide («смесь оксидов»). МОКС-топливо содержит оксид плутония (в основном 239-го, но также 240-го, 241-го и других) и оксид природного или обедненного урана.
Основная особенность МОКС-топлива в том, что при его производстве используется плутоний, выделенный из отработавшего ядерного топлива, который по традиционной технологии считался бы радиоактивным отходом. МОКС-топливо может, хотя и не так эффективно, использоваться и в тепловых реакторах. В связи с тем что в тепловых реакторах коэффициент воспроизводства значительно меньше единицы, использование плутония в них в составе МОКС-топлива позволяет увеличить общую энерговыработку от добытого природного урана всего на 15–25%. Тогда как в быстром реакторе с коэффициентом воспроизводства больше единицы потенциально возможен перевод всего урана-238 в плутоний, то есть примерно 100-кратное повышение энерговыработки от добытого природного урана!
Мировой лидер по производству МОКС-топлива для тепловых реакторов — Франция. Для БН поставляются топливные сборки с МОКС-топливом, произведенные на предприятии Росатома — горно-химическом комбинате (Железногорск, Красноярский край).
Однако отечественные технологии не только догнали французов, но и продвинулись дальше. Изобретенное в России топливо РЕМИКС по составу подобно МОКС, однако его производство гораздо рентабельнее. В частности, при переработке ОЯТ не требуется сложный и затратный этап отделения переработанного урана и плутония от других металлов. Кроме того, по нейтронному спектру РЕМИКС-топливо не отличается от стандартного топлива с обогащенным ураном, поэтому его потенциально можно использовать в обычных легководных реакторах — без изменений в их конструкции и дополнительных мер по обеспечению безопасности. Эксплуатационные испытания РЕМИКС-топливных элементов в классическом реакторе ВВЭР-1000 успешно завершились в 2021 году на Балаковской АЭС (Саратовская область).
Но и это еще не все — еще в 2010-х годах в реакторе БН-600 Белоярской АЭС прошли испытания еще одной перспективной российской разработки — смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива. Как и МОКС, это смесь урана и плутония, но в форме нитридов, а не оксидов. Нитриды плотнее оксидов, благодаря чему обеспечивается ряд преимуществ в показателях эксплуатации реактора и эффективности топливного цикла. Но, в отличие от МОКС, СНУП-топливо годится только для реакторов на быстрых нейтронах.
СНУП-топливо должно стать основным в реакторной установке БРЕСТ-ОД-300, строительство которой началось в Северске (Томская область) в 2021 году, а запуск в эксплуатацию планируется в 2029-м. БРЕСТ расшифровывается как «быстрый реактор естественной безопасности со свинцовым теплоносителем». Параллельно с установкой строятся заводы переработки ОЯТ и рефабрикации топлива, которые позволят передавать отработавшее топливо на переработку без дорогостоящей дальней транспортировки.
Замыкая цикл
Итак, замкнутый ядерный топливный цикл — это не вечный двигатель и не волшебная процедура, при которой энергия получается из ничего, не сопровождаясь никакими потерями. «Замкнутость» означает лишь то, что отработавшее топливо перерабатывается и снова поступает в реактор, чтобы извлечь из ядер энергию, оставшуюся после предыдущей итерации. При этом все равно потребуется добывать свежий уран и торий, а на выходе будут оставаться ядерные отходы. Однако усилия ученых и инженеров атомной отрасли направлены на то, чтобы сокращать как необходимые темпы добычи и обогащения урана, так и объемы отходов, а также снижать опасность отходов (например, путем «выжигания» наиболее долгоживущих радионуклидов в реакторах. Одновременно с этим ранее накопленные отходы атомной промышленности снова вовлекаются в топливный цикл как полезный ресурс. Исключительную роль в обеспечении эффективности замкнутого ядерного топливного цикла играют осваиваемые в настоящее время реакторы на быстрых нейтронах, которые позволяют полезно использовать практически весь добываемый природный уран. Благодаря инновационным разработкам растет и техническая, и экономическая эффективность мирного атома.
